EP0336338B1 - Procédé de détermination et d'évaluation de la capacité de retour en puissance d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée - Google Patents

Procédé de détermination et d'évaluation de la capacité de retour en puissance d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée Download PDF

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EP0336338B1
EP0336338B1 EP89105812A EP89105812A EP0336338B1 EP 0336338 B1 EP0336338 B1 EP 0336338B1 EP 89105812 A EP89105812 A EP 89105812A EP 89105812 A EP89105812 A EP 89105812A EP 0336338 B1 EP0336338 B1 EP 0336338B1
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EP
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power
core
reactor
measured
reactivity
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EP89105812A
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Patrick Girieud
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Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome SA
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/36—Control circuits
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • G21D3/16—Varying reactivity
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to the control of electro-nuclear pressurized water power stations and, more particularly, to the determination and evaluation of the capacity for rapid return to power of such a power station. More precisely, it aims to assess the reactivity available by acting on the control rods, when the power station is at an intermediate power level, with a view to maintaining it at a level sufficient to allow rapid return to nominal power.
  • Pressurized water nuclear power plants are well known. Briefly, they include a reactor containing, in a tank, fuel assemblies formed by fuel rods containing the fissile material; in some of them there are movable rods or control rods containing a neutron absorbing material.
  • the fuel rod control rods ordered together, form a control cluster.
  • the fuel assemblies are immersed in pressurized water which circulates in a primary circuit having several primary loops each including a primary pump and a steam generator.
  • One of these loops also includes a pressurizer maintaining the water pressure in the reactor.
  • the pressurized water serves as a moderating and heat transfer fluid.
  • it contains boron in solution, a neutron absorbing material which, like the control clusters, is used to control (operate) the reactor.
  • the steam generators supply steam to a secondary circuit essentially comprising a turbine driving an alternator, a condenser and pumps.
  • Reactivity is a measure of the evolution of the chain reaction at the heart of the reactor.
  • the neutrons produced by the fission of heavy nuclei slowed down by the moderator which is water under pressure from the primary circuit, more or less absorbed by the control rods and the boron in solution, in turn cause new fissions.
  • the factor, called k by which the number of fissions is multiplied from one generation to the next is generally equal to 1. It can be temporarily greater than 1.
  • the positive deviation of k from 1 is called reactivity. It is calculated in cfm (parts per hundred thousand). In the presence of a non-zero reactivity, the chain reaction tends to increase. At other times, the factor k may be less than 1, the reactivity is negative and we then speak of anti-reactivity. In this case, the reaction tends to suffocate.
  • the power of the reactor is adjusted by action on the reactivity, in fact by action on the position of the control rods and / or on the boron concentration.
  • the reaction is growing.
  • the reactor then stabilizes at an increased power level. To decrease the power, we operate in reverse.
  • the reactor can thus supply the thermal power which is required of it, generally to meet the electricity needs of the network to which the power station is coupled.
  • the control of the thermal power supplied by the reactor to meet the needs of the electrical network is thus preferably carried out by the control rods.
  • the insertion of the control rods adversely affects the axial distribution of the power produced in the reactor. This results in temperature inequalities in the reactor core, with, in particular, accelerated wear of the fuel at the hottest places and localized production of xenon, factors intervening in a restrictive manner in the procedure of piloting the reactor and imposing a correlative recourse to action on the level of boron in solution.
  • the power station may be necessary for the power station to have a certain capacity to quickly return to power, when it operates at intermediate power. This capacity can only be ensured if, at intermediate powers, groups of control rods are sufficiently inserted.
  • the need for rapid return to power will only be met, however, insofar as the reactivity which the control rods present in the core can bring, by their removal, is sufficient to allow the desired return to power.
  • the control of this available reactivity will serve to avoid, for example, an extraction of the control rods under the effect of the regulation of the average temperature, when the level of poisoning of the heart by xenon increases, by actions on the concentration as boric acid in the heart.
  • the present invention therefore relates to a process for determining the capacity for rapid return to power in pressurized water reactors which is suitable for the operating process considered second and even, more generally, for any operating process.
  • the invention includes the use of recovery power to bring about a corrective action consisting in modifying the level of boron in solution in the primary circuit.
  • FIG. 1 the core of a pressurized water reactor is represented at 1, associated in a primary circuit 4 with a steam generator 2.
  • the movement of pressurized water is forced by a primary pump 3.
  • a pressurizer 5 maintains the volume and pressure of the water in the primary circuit.
  • These various elements are arranged in an enclosure 10 crossed by the conduits of a secondary circuit 12 connected to the generator. steam 2.
  • This secondary circuit 12 comprises a turbine 13, driving an alternator 14, a condenser 15 and a secondary pump 16. Valves 19 and 20 allow the bypass of the turbine 13, to maintain the secondary circuit in a case where the alternator drive must be stopped.
  • the reactor core contains, in a tank, fuel assemblies formed by fuel rods containing the fissile material; in some of them are inserted rods or mobile control bars 20 containing a neutron absorbing material.
  • the fuel rod control rods ordered together, form a control cluster.
  • the fuel assemblies are immersed in the pressurized water which circulates in the primary circuit 4, which in fact has several primary loops of which only one, that which is represented in the figure includes the pressurizer 5.
  • the pressurized water serves as fluid moderator and coolant.
  • it contains boron in solution, a neutron absorbing material used, as well as control clusters, to control the operation of the reactor.
  • the figure indicates, in C1 to C6, ionization chambers placed near the reactor, outside the tank, for measuring the neutron flux at different height levels.
  • these detectors are composed of four individual detectors per level, the output signals of which are combined to each provide a signal representative of the instantaneous power emitted by the reactor at the corresponding level.
  • the state of the reactor core is periodically redefined, by placing the reactor under determined operating conditions and then performing specific measurements, some of which use probes introduced into the core on this occasion.
  • the actual power of the Prel reactor is expressed as a fraction of the nominal power, that is to say the maximum power expected in normal operation of the reactor, for which the insertion of the bars of control is minimal.
  • the real power is measured, for example, from the neutron fluxes indicated by the detectors C1 to C6.
  • the axial power distortion that is to say a value characterizing the asymmetry of the real power distribution, will also be derived from the output signals of these detectors.
  • the position of the control bars is indicated directly by cluster insertion step counters.
  • a reference temperature Tref is defined as a function of the power requested from the reactor.
  • An average core temperature Tmoy is derived from the temperatures measured in the primary circuit, at the entry of pressurized water into the reactor and at its outlet.
  • the invention relates to a method for determining and evaluating the capacity for rapid return to power for such a reactor.
  • the term EG results from the application of the following formula, in matrix notation: in which [Pref] and [Pr] are vectors representing an axial power distribution, the first periodically redefined in a reference configuration, in order to represent the axial exhaustion of the heart, while the second follows from online measurements carried out by neutron flux detectors.
  • [P] [T] ⁇ 1 [S] ⁇ 1 [I] in which [P] is the axial power distribution, [T] is a transfer matrix of the measurement system, [S] is a detector sensitivity matrix and [I] represents the outputs of the neutron detectors.
  • the invention also provides for the use of the rapid power return capacity thus determined and evaluated for triggering, by any means of a corrective action consisting in raising the level of boron in the primary circuit, which will cause a corresponding lowering. control rods and, consequently, an increase in the capacity for rapid return to power.

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Description

  • La présente invention concerne la commande des centrales électro-nucléaires à eau pressurisée et, plus particulièrement, la détermination et l'évaluation de la capacité de retour rapide en puissance d'une telle centrale. Elle vise plus précisément une évaluation de la réactivité disponible par action sur les barres de contrôle, lorsque la centrale est à un niveau de puissance intermédiaire, en vue de la maintenir à un niveau suffisant pour permettre un retour rapide à la puissance nominale.
  • Les centrales nucléaires à eau pressurisée sont bien connues. Sommairement, elles comprennent un réacteur contenant, dans une cuve, des assemblages combustibles formés de crayons combustibles contenant le matériau fissile ; dans certains d'entre eux s'insèrent des crayons ou barres de contrôle mobiles contenant un matériau absorbant les neutrons. Les crayons de contrôle d'un assemblage combustible, commandés ensemble, forment une grappe de contrôle. Les assemblages combustibles sont plongés dans l'eau sous pression qui circule dans un circuit primaire possédant plusieurs boucles primaires incluant chacune, une pompe primaire et un générateur de vapeur. L'une de ces boucles comprend aussi un pressuriseur maintenant la pression d'eau dans le réacteur. L'eau sous pression sert de fluide modérateur et caloporteur. De plus, elle contient du bore en solution, matériau absorbant neutronique servant, de même que les grappes de contrôle, au pilotage (du fonctionnement) du réacteur.
  • Les générateurs de vapeur alimentent en vapeur un circuit secondaire comprenant, pour l'essentiel, une turbine entraînant un alternateur, un condenseur et des pompes.
  • La réactivité est une mesure de l'évolution de la réaction en chaîne au coeur du réacteur. Dans cette réaction en chaîne, les neutrons produits par la fission de noyaux lourds, ralentis par le modérateur qui est l'eau sous pression du circuit primaire, plus ou moins absorbés par les barres de contrôle et le bore en solution, viennent à leur tour provoquer de nouvelles fissions. Le facteur, appelé k, par lequel se trouve multiplié le nombre de fissions d'une génération à la suivante est généralement égal à 1. Il peut être temporairement supérieur à 1. On appelle réactivité l'écart positif de k par rapport à 1. Elle se chiffre en pcm (parties par cent mille). En présence d'une réactivité non nulle, la réaction en chaîne tend à croître. A d'autres moments, le facteur k peut être inférieur à 1, la réactivité est négative et l'on parle alors d'antiréactivité. Dans ce cas, la réaction tend à s'étouffer.
  • La puissance du réacteur est ajustée par action sur la réactivité, en fait par action sur la position des barres de contrôle et/ou sur la concentration en bore. Pour augmenter la puissance, on apporte une réactivité positive. La réaction s'accroît. La température augmente dans le réacteur et la densité de l'eau du circuit primaire décroît. Son effet modérateur diminue, ce qui équivaut à un apport d'antiréactivité, laquelle finalement équilibre la réactivité. Le réacteur se stabilise alors à un niveau de puissance augmenté. Pour diminuer la puissance on opère à l'inverse.
  • Le réacteur peut ainsi fournir la puissance thermique qui lui est demandée, généralement pour faire face aux besoins d'électricité du réseau auquel est couplée la centrale.
  • Dans les considérations qui gouvernent le choix entre les deux modes de pilotage d'un réacteur nucléaire, par les barres de contrôle ou le niveau du bore, il faut tout d'abord mentionner que, si l'action sur les barres de contrôle a des effets immédiats, l'action par le bore en solution est comparativement plus lente.
  • En outre, l'augmentation de la concentration du bore en solution, demande des moyens de stockage et d'injection d'acide borique, tandis que sa diminution demande des moyens de dilution et, surtout, de traitement et de stockage des effluents, moyens d'autant plus importants et coûteux que l'on aura plus souvent et plus longtemps recours à l'action par le bore en solution.
  • On tend ainsi à n'utiliser le bore en solution que pour corriger les effets à long terme sur la réactivité du fonctionnement du réacteur, c'est-à-dire essentiellement l'effet xénon et le vieillissement du combustible.
  • Le pilotage de la puissance thermique fournie par le réacteur pour répondre aux besoins du réseau électrique est ainsi de préférence effectué par les barres de contrôle. Mais l'insertion des barres de contrôle affecte, de façon préjudiciable, la distribution axiale de la puissance produite dans le réacteur. Il en résulte des inégalités de température dans le coeur du réacteur, avec notamment, une usure accélérée du combustible aux endroits les plus chauds et une production localisée de xénon, facteurs intervenant de façon restrictive dans la procédure de pilotage du réacteur et imposant un recours corrélatif à l'action sur le niveau du bore en solution.
  • Or, avec le développement de la part des centrales nucléaires dans la production totale d'électricité il est devenu nécessaire que les centrales nucléaires, initialement utilisées en centrales de base, à niveau de production quasi-constant, soit employées en suivi de charge, avec un niveau de production épousant une courbe journalière, et même en mode asservi, par téléréglage, le niveau de production se conformant à une courbe arbitraire, multipliant ainsi les actions de pilotage, avec les conséquences défavorables mentionnées plus haut. On a donc recherché des procédés de pilotage par les barres de contrôle dans lesquels la distorsion de la distribution axiale de puissance serait réduite et ses effets préjudiciables limités.
  • Par ailleurs, pour pouvoir faire face aux besoins du réseau, il peut être nécessaire que la centrale ait une certaine capacité à retourner rapidement en puissance, lorsqu'elle fonctionne à puissance intermédiaire. Cette capacité ne peut être assurée que si, aux puissances intermédiaires, des groupes de barres de commande sont suffisamment insérés.
  • C'est ainsi qu'il est décrit, dans le brevet FR-A- 2 395 572, un procédé de conduite d'un réacteur nucléaire dans lequel, pour contrôler les effets de réactivité dus aux variations de puissance, on déplace, en fonction de la puissance demandée à la turbine uniquement, des groupes composés de grappes de matériau absorbant dont un au moins a une antiréactivité réduite, pour faire varier la puissance du réacteur, ainsi qu'un groupe, appelé groupe R, composé de grappes très absorbantes, en fonction de la différence existant à chaque instant entre la température moyenne du coeur du réacteur et une température de référence, qui est fonction du niveau de puissance demandé, l'action sur la concentration du bore en solution servant à maintenir le groupe R dans une certaine plage, en plus de corriger les effets à long terme de réactivité.
  • Le besoin du retour rapide en puissance est respecté dans le procédé de conduite du brevet n°2 395 572 grâce au premier ensemble de barres de commande dont la position est définie par la puissance demandée à la turbine.
  • Plus tard, dans le brevet emoféen EP-A. 0051542 correspondant au brevet français FR-A. 2 493 582, on a décrit un procédé de conduite d'un réacteur nucléaire par déplacement conjugué, dans le coeur de ce réacteur, de groupes de barres de commande, de façon telle que les perturbations de la distribution axiale de puissance soient toujours limitées, ce qui permet d'éviter le recours au bore en solution, dont la concentration est alors ajustée seulement de manière à compenser les effets du dégagement de xénon et du vieillissement des crayons combustibles.
  • Dans ce procédé de conduite du EP.A. 0051542 la distinction entre groupes de contrôle de puissance et groupe de régulation de température R disparaît. La position des groupes de contrôle de puissance est continuellement variable suivant un programme complexe.
  • Dans le procédé de conduite du brevet EP.A. 0051542, le besoin de retour rapide en puissance ne sera par contre satisfait que dans la mesure où la réactivité que peuvent apporter les barres de commande présentes dans le coeur, par leur retrait, est suffisante pour permettre le retour en puissance désiré. Le contrôle de cette réactivité disponible servira à éviter, par exemple, une extraction des barres de commande sous l'effet de la régulation de la température moyenne, lorsque le niveau d'empoisonnement du coeur par le xénon augmente, par des actions sur la concentration en acide borique dans le coeur.
  • La présente invention a donc pour objet un procédé de détermination de la capacité de retour rapide en puissance dans les réacteurs à eau pressurisée qui convienne au procédé de conduite considéré en second et même, plus généralement, à tout procédé de conduite.
  • Le procédé de détermination et d'évaluation de la capacité de retour rapide en puissance d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée de la présente invention consiste à calculer une puissance de reprise par l'application de la formule générale :

    Prip = Prel + ΔP,
    Figure imgb0001

    dans laquelle Prip est la puissance de reprise maximale accessible par action sur les barres de contrôle, Prel est la puissance relative fournie par le coeur, déterminée par la mesure en ligne du flux neutronique émis par le coeur et ΔP est la puissance additionnelle résultant de la réactivité potentielle de l'ensemble des barres de contrôle du réacteur quand cet ensemble passe de l'insertion observée à l'insertion minimale, ΔP se calculant par l'application de la formule :
    Figure imgb0002
    dans laquelle EG est l'antiréactivité qui découle de la position mesurée des grappes de régulation de puissance, en faisant intervenir la distribution axiale de puissance mesurée et l'épuisement du coeur préalablement défini, FP est un premier terme correctif correspondant à l'effet de réactivité résultant de l'erreur à la puissance réelle, telle qu'elle est mesurée, causée par la distorsion de la répartition de densité de l'eau dans le coeur du réacteur, qui est une fonction du deuxième degré de la distorsion axiale de puissance mesurée, FT est un deuxième terme correctif correspondant à l'effet de réactivité résultant de l'écart entre la température moyenne du coeur, qui est une grandeur mesurée, et la température de consigne, qui est une grandeur préétablie, EG1 est une constante d'échelle permetrant de prendre en compte le fait qu'il est nécessaire de conserver, à forte puissance, des barres insérées partiellement dans le coeur pour pouvoir contrôler la température et AP est un terme permettant de traduire en variations de puissance les effets calculés en termes de réactivité.
  • Le procédé conforme à l'invention prévoit encore que le premier terme correctif FP corresponde à l'effet de réactivité résultant de l'écart à la puissance réelle, telle qu'elle est mesurée, causé par la distorsion de la répartition de la densité de l'eau dans le coeur du réacteur, qui est une fonction du deuxième degré de la distorsion axiale de puissance mesurée, selon la formule :

    FP = Prel (p3 + p4.Ao + p5.Ao²),
    Figure imgb0003

    p3, p4 et p5 étant des coefficients de dimensionnement constants.
  • Le procédé conforme à l'invention prévoit enfin que le deuxième terme correctif FT corresponde à l'effet de réactivité résultant de l'écart entre la température moyenne du coeur, que est une grandeur mesurée, et la température de consigne, qui est une grandeur préétablie, selon la formule :

    FT = p6 (Tmoy - Tref),
    Figure imgb0004

    p6 étant un coefficient constant et Tmoy étant la température moyenne du coeur du réacteur obtenue à partir des températures du circuit primaire à l'entrée et à la sortie du coeur.
  • L'invention inclut l'utilisation de la puissance de reprise pour provoquer une action corrective consistant à modifier le niveau du bore en solution dans le circuit primaire.
  • Les différents objets et caractéristiques de l'invention seront maintenant exposés de façon détaillée dans la description qui va suivre d'un exemple de mise en oeuvre de l'invention faite en se reportant au dessin annexé qui représente, de façon très schématique, une centrale nucléaire à eau pressurisée.
  • A la figure 1, le coeur d'un réacteur à eau pressurisée est représenté en 1, associé dans un circuit primaire 4 à un générateur de vapeur 2. Le mouvement de l'eau sous pression est forcé par une pompe primaire 3. Un pressuriseur 5 maintient le volume et la pression de l'eau dans le circuit primaire. Ces différents éléments sont disposés dans une enceinte 10 traversée par les conduites d'un circuit secondaire 12 branché sur le générateur de vapeur 2. Ce circuit secondaire 12 comprend une turbine 13, entraînant un alternateur 14, un condenseur 15 et une pompe secondaire 16. Des vannes 19 et 20 permettent le contournement de la turbine 13, pour maintenir le circuit secondaire dans un cas où l'entraînement de l'alternateur doit être interrompu.
  • Comme indiqué précédemment, le coeur du réacteur contient, dans une cuve, des assemblages combustibles formés de crayons combustibles contenant le matériau fissile ; dans certains d'entre eux s'insèrent des crayons ou barres de contrôle mobiles 20 contenant un matériau absorbant les neutrons. Les crayons de contrôle d'un assemblage combustible, commandés ensemble, forment une grappe de contrôle. Les assemblages combustibles sont plongés dans l'eau sous pression qui circule dans le circuit primaire 4, lequel possède en fait plusieurs boucles primaires dont une seule, celle qui est représentée à la figure inclut le pressuriseur 5. L'eau sous pression sert de fluide modérateur et caloporteur. De plus, elle contient du bore en solution, matériau absorbant neutronique servant, de même que les grappes de contrôle, au pilotage du fonctionnement du réacteur.
  • Les circuits d'injection de bore, sous forme d'acide borique, dans le circuit primaire 4, n'ont pas été représentés.
  • La figure indique enfin, en C1 à C6, des chambres à ionisation disposées auprès du réacteur, à l'extérieur de la cuve, pour la mesure du flux neutronique à différents niveaux de hauteur. En pratique, ces détecteurs sont composés de quatre détecteurs individuels par niveau, dont les signaux de sortie sont combinés pour fournir chacun un signal représentatif de la puissance instantanée émise par le réacteur au niveau correspondant.
  • Par ailleurs, on n'a pas représenté de dispositif de mesure et de détermination de diverses variables telles que la température en divers endroits du circuit primaire, la profondeur d'insertion des barres de contrôle, la teneur en bore de l'eau sous pression dans le circuit primaire, etc.
  • Enfin, comme il est bien connu, l'état du coeur du réacteur est périodiquement redéfini, en plaçant le réacteur dans des conditions de fonctionnement déterminées et en effectuant alors des mesures spécifiques, dont certaines emploient des sondes introduites dans le coeur à cette occasion.
  • En fonctionnement, la puissance réelle du réacteur Prel est exprimée sous la forme d'une fraction de la puissance nominale, c'est-à-dire de la puissance maximale prévue dans le fonctionnement normal du réacteur, pour laquelle l'insertion des barres de contrôle est minimale. La puissance réelle est mesurée, par exemple, à partir des flux neutroniques indiqués par les détecteurs C1 à C6. La distorsion axiale de puissance, c'est-à-dire une valeur caractérisant la dissymétrie de la répartition de puissance réelle sera également dérivée des signaux de sortie de ces détecteurs. La position des barres de contrôle est indiquée directement par des compteurs de pas d'insertion des grappes. Une température de référence Tref est définie en fonction de la puissance demandée au réacteur. Une température moyenne du coeur Tmoy est dérivée des températures mesurées dans le circuit primaire, à l'entrée de l'eau sous pression dans le réacteur et à sa sortie.
  • L'invention concerne un procédé de détermination et d'évaluation de la capacité de retour rapide en puissance pour un tel réacteur.
  • Selon l'invention, il est procédé à la détermination et à l'évaluation de la capacité de retour rapide en puissance d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée par le calcul d'une puissance de reprise par l'application de la formule générale :

    Prip = Prel + ΔP,
    Figure imgb0005

    dans laquelle Prip est la puissance de reprise maximale accessible par action sur les barres de contrôle, Prel est la puissance relative fournie par le coeur, déterminée par la mesure en ligne du flux neutronique émis par le coeur et ΔP est la puissance additionnelle résultant de la réactivité potentielle de l'ensemble des barres de contrôle du réacteur quand cet ensemble passe de l'insertion observée à l'insertion minimale, ΔP se calculant par l'application de la formule :
    Figure imgb0006
    dans laquelle EG est l'antiréactivité qui découle de la position mesurée des grappes de régulation de puissance, en faisant intervenir la distribution axiale de puissance mesurée et l'épuisement du coeur préalablement défini, FP est un premier terme correctif correspondant à l'effet de réactivité résultant de l'erreur à la puissance réelle, telle qu'elle est mesurée, causée par la distorsion de la répartition de densité de l'eau dans le coeur du réacteur, qui est une fonction du deuxième degré de la distorsion axiale de puissance mesurée, FT est un deuxième terme correctif correspondant à l'effet de réactivité résultant de l'écart entre la température moyenne du coeur, qui est une grandeur mesurée, et la température de consigne, qui est une grandeur préétablie, EG1 est une constante d'échelle permettant de prendre en compte le fait qu'il est nécessaire de conserver, à forte puissance, des barres insérées partiellement dans le coeur pour pouvoir contrôler la température et AP est un terme permettant de traduire en variations de puissance les effets calculés en termes de réactivité.
  • Selon un exemple de mise en oeuvre de l'invention, le terme EG résulte de l'application de la formule suivante, en notation matricielle :
    Figure imgb0007
    dans laquelle [Pref] et [Pr] sont des vecteurs représentant une distribution axiale de puissance, le premier périodiquement redéfini dans une configuration de référence, afin de représenter l'épuisement axial du coeur, tandis que le second découle de mesures en ligne effectuées par les détecteurs de flux neutroniques.
  • L'un et l'autre sont déterminés par l'application d'une formule du type :

    [P] = [T]⁻¹ [S]⁻¹ [I]
    Figure imgb0008

    dans laquelle [P] est la distribution axiale de puissance, [T] est une matrice de transfert du système de mesure, [S] est une matrice de sensibilité des détecteurs et [I] représente les sorties des détecteurs neutroniques.
  • Le terme [A] est une matrice diagonale représentant l'antiréactivité apportées par les grappes de contrôle de puissance et il est la somme d'autant de termes :

    [A] = C I [G I ]
    Figure imgb0009

    qu'il y a de groupes de contrôle de puissance, CI étant l'efficacité intégrale du groupe, prédéterminée ou mesurée précédemment, et [GI ] une matrice de position dont les termes sont définis directement par la position du groupe de contrôle indiquée par son compteur de pas d'insertion.
  • Le premier terme correctif FP correspond à l'effet de réactivité à la puissance réelle mesurée de la distorsion de la répartition de la densité de l'eau dans le coeur du réacteur, qui est une fonction du deuxième degré de la distorsion axiale de puissance mesurée, selon la formule :

    FP = Prel (p3 + p4.Ao + p5.Ao²),
    Figure imgb0010

    p3, p4 et p5 étant des coefficients de dimensionnement constants.
  • Le deuxième terme correctif FT correspond à l'effet de réactivité résultant de l'écart entre la température moyenne du coeur, qui est une grandeur mesurée, et la température de consigne, qui est une grandeur préétablie, selon la formule :

    FT = p6 (Tmoy - Tref),
    Figure imgb0011

    p6 étant un nouveau coefficient constant et Tmoy étant la température moyenne du coeur du réacteur obtenue à partir des températures du circuit primaire à l'entrée et à la sortie du coeur.
  • Après ces correctifs, la détermination de la réactivité potentielle des barres de contrôle est d'une grande précision, de sorte que le terme EG1 peut être une simple constante d'échelle.
  • L'invention prévoit aussi l'utilisation de la capacité de retour rapide en puissance ainsi déterminée et évaluée pour le déclenchement, par tous moyens d'une action corrective consistant à relever le niveau du bore dans le circuit primaire, ce qui entraînera un abaissement correspondant des barres de contrôle et, par suite, une augmentation de la capacité de retour rapide en puissance.
  • Il est bien évident que les descriptions qui précèdent n'ont été fournies qu'à titre d'exemple non limitatif et que de nombreuses variantes peuvent être imaginées sans sortir pour autant du cadre de l'invention.

Claims (4)

  1. Procédé de détermination et d'évaluation de la capacité de retour rapide en puissance d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée caractérisé en ce qu'il consiste à calculer une puissance de reprise par l'application de la formule générale :

    Prip = Prel + ΔP,
    Figure imgb0012

    dans laquelle Prip est la puissance de reprise maximale accessible par action sur les barres de contrôle, Prel est la puissance relative fournie par le coeur, déterminée par la mesure en ligne du flux neutronique émis par le coeur et ΔP est la puissance additionnelle résultant de la réactivité potentielle de l'ensemble des barres de contrôle du réacteur quand cet ensemble passe de l'insertion observée à l'insertion minimale, ΔP se calculant par l'application de la formule :
    Figure imgb0013
     dans laquelle :
    - EG est l'antiréactivité qui découle de la position mesurée des grappes de régulation de puissance, en faisant intervenir la distribution axiale de puissance mesurée et l'épuisement du coeur préalablement défini,
    - FP est un premier terme correctif correspondant à l'effet de réactivité résultant de l'erreur à la puissance réelle, telle qu'elle est mesurée, causée par la distorsion de la répartition de densité de l'eau dans le coeur du réacteur, qui est une fonction du deuxième degré de la distorsion axiale de puissance mesurée,
    - FT est un deuxième terme correctif correspondant à l'effet de réactivité résultant de l'écart entre la température moyenne du coeur, qui est une grandeur mesurée, et la température de consigne, qui est une grandeur préétablie,
    - EG1 est une constante d'échelle permettant de prendre en compte le fait qu'il est nécessaire de conserver, à forte puissance, des barres insérées partiellement dans le coeur pour pouvoir contrôler la température et
    - AP est un terme permettant de traduire en variations de puissance les effets calculés en termes de réactivité.
  2. Procédé conforme à la revendication 1, caractérisé en ce que le premier terme correctif FP correspond à l'effet de réactivité résultant de l'écart à la puissance réelle, telle qu'elle est mesurée, causé par la distorsion de la répartition de la densité de l'eau dans le coeur du réacteur, qui est une fonction du deuxième degré de la distorsion axiale de puissance mesurée, selon la formule :

    FP = Prel (p3 + p4.Ao + p5.Ao²),
    Figure imgb0014

    p3, p4 et p5 étant des coefficients de dimensionnement constants.
  3. Procédé conforme à la revendication 1, caractérisé en ce que le deuxième terme correctif FT correspond à l'effet de réactivité résultant de l'écart entre la température moyenne du coeur, qui est une grandeur mesurée, et la température de consigne, qui est une grandeur préétablie, selon la formule :

    FT = p6 (Tmoy - Tref),
    Figure imgb0015

    p6 étant un coefficient constant et Tmoy étant la température moyenne du coeur du réacteur obtenue à partir des températures du circuit primaire à l'entrée et à la sortie du coeur.
  4. Procédé conforme à l'une quelconque des revendications précédentes caractérisé en ce qu'il inclut l'utilisation de la puissance de reprise pour provoquer une action corrective consistant à modifier le niveau du bore en solution dans le circuit primaire.
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